• We are now in a configuration where the path of the magnetic field is solely toroidal.
•
• Unfortunately, on a simple circular trajectory of this type, the particle undergoes a slow cross drift, due to the drift gradient of the magnetic field and centrifugal force, depending on the sign of its charge. For example, the ions will drift up (as illustrated on the diagram opposite) and the electrons down.
•
• To compensate this effect, the idea is to stabilise the configuration by adding a poloidal component to the toroidal magnetic field. This is the magnetic
configuration used in the tokamak. The field lines become helixes twisted round stacked toric surfaces, called magnetic surfaces.
•
• The particle then spends half its time head upwards, where the vertical drift, which we suppose to be towards the top as in the example opposite, moves it away from the magnetic surface, and the other half head down, where the vertical drift pulls it back to the magnetic surface. The drift effect is thus on average compensated.
•
•
Particle following a helical field line
• In a tokamak, the toroidal magnetic field is produced by external coils, whereas the poloidal magnetic field is induced by a current flowing toroidally in the plasma . This current is generated by transformer effect, from a primary circuit of which the secondary is the plasma. Tore Supra is outstanding in being equipped with supra-conducting magnets, which enable it to guarantee a permanent toroidal field (the machines equipped with conventional magnets are limited in duration by heating of the copper coils). The pulse duration is thus limited by the capacity of the primary circuit generating the plasma current inducting the poloidal field.
•
• Finally, there exists another configuration, called a stellarator , in which the
magnetic field is provided completely by external toroidal as well as poloidal coils.
The fact of not having an intense current flowing in the plasma is an advantage in the event of plasma disruption, but the drawback is the complexity of the necessary magnetic coils. This may be seen on the diagram of the German stellarator project W7X , where the coils are represented in blue and the plasma in orange.
•
Principle of the stellarator (source : Euratom-IPP )
• The pitch of the helix on each magnetic surface is called safety factor (that is the number of large toroidal turns necessary to complete 1 small poloidal turn). In a tokamak configuration this safety factor typically varies from 1 in the centre of the plasma to several units on the edge. It is worth noting that, in general, if we follow the field line, it will entirely describe the magnetic surface around which it winds in the course of its successive journeys. This is true except in the case of a rational safety factor (i.e. equal to the ratio of two whole numbers). In this special case, the field line closes in on itself after a whole number of turns, resulting in specific
properties for this (local modification of transport, triggering of instabilities, and so on)
• Finally, we should note that in a first approximation, the macroscopic features (density, temperature, pressure and so on) are homogenous on a magnetic surface.
We may thus describe them in a poloidal section simply as functions the plasma radius, for example by taking their value on each white circle showing a magnetic surface in the figure below. We talk in terms of radial profile (only depending on the radius), which for density, temperature and pressure is maximum in the centre of the plasma, decreasing towards the edge of the plasma, as illustrated on the figure
below.
?Výsledky na JET - 1997?
• pokusy provedené na tokamaku JET v závěru roku 1997 používaly směsi deuteria a tritia (D–T), tj. paliva, které se bude využívat ve fúzních elektrárnách. Hlavní
výsledky dávají příznivé odpovědi na důležité otázky, týkající se udržení (tepelné izolace), ohřevu a práce s termojaderným plazmatem vůbec. Bylo přitom dosaženo hned tří světových rekordů: došlo k uvolnění 21 MJ fúzní energie, maximální fúzní výkon činil 16 MW, a tím dosáhl již 65% čistého vstupního výkonu (tj. výkonu potřebného k ohřátí plazmatu).
•
• Udržení (tepelná izolace)
– Přechod do režimu s vysokým udržením energie (H-mód) v D-T plazmatu je snažší než se předpokládalo. Experimenty provedené na JETu naznačují, že k přechodu do H-módu bude na ITERu zapotřebí asi 70 MW ohřevového výkonu, tj.asi o 25% méně než se očekávalo z experimentů s D-D plazmatem.
– Udržení zjištěné v D-T plazmatu naznačuje, že provozní scénáře předpokládané pro ITER povedou k zapálení plazmatu (tj. Q>5).
– Při provozu s tritiem byl dosažen zlepšený tlak na hranici plazmatu, což je pro ITER také příznivé.
– Na tokamaku JET došlo při optimalizaci radiálního elektrického proudu (a tedy i střižného magnetického pole - tzv. shear scenarios) uvnitř plazmatu k vytvoření vysoké transportní bariéry, což umožnilo dosažení vyššího tlaku centrálního plazmatu a tím i vyššího fúzního výkonu.
• Ohřev
– Kromě vstřiku neutrálního svazku, bylo dosaženo vysokého fúzního výkonu za pomoci vysokofrekvenčního ohřevu v oblasti iontové cyklotronové frekvence.
– Pozorovaný vlastní ohřev plazmatu odpovídal předpokladům. Ohřev a-částicemi, vznikajícími při fúzní reakci, je nezbytný pro udržení hoření plazmatu ve fúzní elektrárně.
• Provoz
– Provedená sada experimentů se směsí deuteria a tritia splnila očekávání i technické cíle.
Bylo použito celkem 120 g rizikového tritia, které bylo po zpracování systémem aktivního zpracování plynu (AGHS) po separaci a vyčištění na 99,8% (chromatografie plynu) mnohokrát navráceno do tokamaku.
• The first natural heating mechanism is the Joule effect, associated with the current flowing in the plasma, necessary to create the tokamak magnetic configuration. Just as the filament of an electric bulb heats up when a current passes through it, the plasma will increase in temperature under the effect of strong current (in Mega Amperes). Unfortunately, this effect, proportional to the plasma
resistance, which tends to collapse when the temperature increases, saturates and only enables limited temperatures to be reached
(around 10 million degrees). This "natural" heating operation is
called ohmic operation, in reference to the unit of measurement of
electrical resistance, the ohm.
• tokamak je možno vylepšit tím, že nebude mít kruhový průřez Þ zlepší se tvar Bt